浅谈反应堆保护系统设计
反应堆控制系统的构建与实现
反应堆控制系统的构建与实现随着人类科技的飞速发展，核能作为一种高效、清洁、可持续的能源形式在全球范围内得到了广泛应用。
同时，高效的核反应堆控制系统也成为了核电站的核心设备之一，而反应堆控制系统的构建与实现也成为了一个千锤百炼的过程。
一、反应堆控制系统的基本原理反应堆控制系统是用于实现核反应堆的控制与保护的一种计算机控制系统。
在核反应堆内部，可以通过控制反应堆的燃料组成和摆设等因素来协调反应堆的功率输出和放射性的释放，从而保障核反应堆的正常运转。
控制系统主要由输入和输出两个部分组成，输入主要接受来自传感器的实时监测数据，输出则通过控制执行机构来实现反应堆的动态控制。
二、反应堆控制系统的组成部分1、数据采集和处理系统反应堆控制系统的数据采集和处理系统，主要用于收集、处理和传输反应堆内部各个参数的数据。
通过将各项反应堆参数数据经过数字信号转换器进行转换，然后传输至主控计算机上，实现对反应堆运行的实时监测。
2、主控计算机系统反应堆控制系统的主控计算机系统，是整个控制系统的核心部分。
主控计算机包括硬件系统和软件系统两个方面。
对于硬件方面，主要是通过计算机的处理器、存储器、I/O接口等开展反应堆控制工作；对于软件方面，主要是使用反应堆控制系统专用的控制指令、执行程序以实现反应堆运行的控制和安全保护。
3、执行机构执行机构主要用于对反应堆参数进行调整，以实现对反应堆功率输出的控制和调整。
执行机构包括各种执行阀、变压器等设备，可以通过计算机根据反应堆内部参数进行实时控制和调整。
三、反应堆控制系统的实现方法1、硬件实现反应堆控制系统的硬件实现包括控制计算机、传感器和执行机构等硬件设备。
其中，控制计算机主要用于对反应堆各项数据进行处理和控制，传感器用于对反应堆各项参数进行实时监测，执行机构则用于对反应堆参数进行调整和控制。
2、软件实现反应堆控制系统的软件实现包括各种控制指令和程序的编写。
在编写控制指令和执行程序时，需要考虑反应堆内部各项参数的变化和变化范围，从而对反应堆进行人工控制。
核电厂反应堆保护系统设计准则
核电厂反应堆保护系统设计准则反应堆保护系统是核电厂重要的安全系统。
它对于限制核电厂事故的发展、减轻事故后果，保证反应堆及核电厂设备和人员的安全、防止放射性物质向周围环境的释放具有十分重要的作用。
它监测电厂重要的参数，对安全信号进行必要的采集、计算、定值比较、符合逻辑处理，当选定的电厂参数达到安全系统整定值时，自动地触发反应堆紧急停堆和/或驱动专设安全设施动作，以实现并维持电厂的安全停堆工况。
1 设计准则反应堆保护系统的设计须满足以下设计准则：1.1 自动保护除非出现危险工况到要求保护动作之间有足够长的时间允许操纵员手动操作，否则所有保护动作都应是自动的。
保护动作一旦触发就应进行到底。
除非操纵员有意识地操作逐个部件来终止专设安全设施动作。
只有系统级驱动信号被复位后，才允许操纵员进行部件级手动复位。
部件复位的一个原因是如果发生安全功能的误驱动，可通过部件复位来终止安全功能。
1.2 单一故障准则反应堆保护系统具有足够的冗余度，保证不会因为单一故障而丧失保护功能。
应考虑发生在系统内部的、发生在辅助系统中的以及由外部原因引起的故障。
即使在一个通道旁通用于试验或维护的情况下，安全系统内一个可信的单一故障不会阻止系统级保护功能的触发或完成。
即使在安全系统因单一故障退化的情况下，系统也包含足够的冗余以满足性能要求。
安全系统内的单一故障不会导致II类工况事件发展成为III类工况事件或III类工况事件发展成为IV类工况事件。
冗余序列间的连接或与非安全系统间的信号连接包含隔离装置。
隔离装置是经过测试的，以确保如物理损坏、短路、开路、输出终端电压故障等可信的故障不会反向传播到隔离装置的输入端。
隔离装置确保非安全系统内的可信单一故障不会降低安全系统的性能。
为防止共模故障，采用了诸如功能多样性、物理隔离、试验以及在设计、生产、安装和运行过程中采取行政控制等附加方法。
保护系统的另一个设计目标是将误停堆和专设安全设施误驱动的概率降至最低。
反应堆保护系统(RPR)
186§1.6.4 反应堆保护系统（RPR ）一、 系统功能反应堆保护系统（RPR ）是指由所有电器件、机械器件和线路（从传感器一直到执行机构的输入端）组成的产生保护信号的系统，它必须满足以下要求：（1） 能自动触发有关的系统（需要时包括停堆系统）动作，以保证发生预计运行事件时，核电厂的主要参数不超过规定的限值；（2） 能检测事故工况并触发为减轻这些事故工况后果所需的系统动作； （3） 能抑制控制系统的不安全动作。
图(1)示出反应堆保护系统（RPR ）在整个反应堆安全系统的位置。
图(1)反应堆安全系统组成图RPR 系统与全体保护仪表组件的联系可分为热工仪表和核仪表两部分，这些仪表组件从模拟测量中触发逻辑信号，因此，RPR 系统的上游端与以下主要系统相连：保护系统 保护执行系统反应堆安全系统（紧急停堆系统工程安全设施系统）RPN系统的下游端与给出停堆或保护动作安全命令的传递系统相连，安全命令的种类有：停闭反应堆停闭反应堆冷却剂泵跳闸汽机脱扣保护信号蒸汽管隔离安全壳隔离状态A，B安全注射安全壳喷淋给水隔离辅助给水启动柴油发电机组启动保护系统的安全作用是：在下面两种情况下：1、当控制系统失效而导致产生错误指令时1872、在异常的事件情况下，包括故障(incidents)和事故（accidents）状态保护三大核安全屏障（即燃料包壳、一回路压力边界和安全壳）的完整性，当运行参数达到危及三大屏障完整性的阈值时，紧急停闭反应堆和启动专设安全设施。
二、系统描述1、系统设计准则双重二取一 M=A（A+B）（C+D）三取二 M=A C+AB+BC四取二 M=AB+AC+AD+BC+BD+CD图(2) 逻辑符合电路例（断电方式）188（1）冗余度（Recundancy）原则。
每个保护参数按其功能只需设置一个保护通道，但为了提高系统的可靠性，往往增设一个或几个功能完全相同、彼此独立的通道——冗余设置。
为使反应堆有高度的连续运行性能，这些多重通道一般又按照“三取二”或“四取二”等逻辑组合（如图4-44）。
核反应堆安全控制系统可靠度综述和优化设计
核反应堆安全控制系统可靠度综述和优化设计核反应堆作为一种重要的能源发电装置，其安全性一直备受关注。
核反应堆安全控制系统被广泛应用于核电站，用于确保核反应堆的稳定和安全运行。
本文将对核反应堆安全控制系统的可靠度进行综述，并探讨如何优化其设计。
首先，我们需要了解核反应堆安全控制系统的工作原理。
核反应堆安全控制系统的主要功能是监测核反应堆的状态并采取相应的措施来保持核反应堆在安全范围内运行。
该系统由多个子系统组成，包括反应堆控制系统、安全级保护系统、事故管理系统等。
这些子系统通过监测核反应堆的各种参数，如温度、压力、核燃料给出的中子通量等，实时监控核反应堆的运行情况，并根据需要采取行动来确保核反应堆安全。
核反应堆安全控制系统的可靠度是评估其性能和可信度的重要指标。
可靠度是指系统在给定时间内不发生故障的概率。
为了提高核反应堆安全控制系统的可靠度，有几个关键因素需要考虑。
首先，系统设计的合理性。
合理的系统设计应确保系统的健壮性和稳定性。
这包括对系统进行充分的功能分析和需求分析，明确各个子系统的功能和相互之间的关系。
同时，应采用先进的技术和设备，以提高系统的性能和可靠性。
例如，采用先进的传感器和控制器，提高数据采集和处理的精度和速度。
其次，系统的可操作性和可维护性也是提高系统可靠度的关键。
系统的操作和维护应简单易行，以减少人为错误和故障发生的可能性。
为了实现这一点，可以采用友好的用户界面和自动化的维护工具来简化用户操作和设备维护过程。
此外，定期的系统维护和检修工作也是确保系统可靠性的重要措施。
再次，故障检测和容错机制是提高核反应堆安全控制系统可靠度的重要手段。
通过在系统中引入故障检测设备和软件算法，可以及时检测并排除故障，避免其对系统正常运行产生影响。
此外，还可以采用冗余设计和多级容错措施，确保系统在一些故障情况下仍然能够维持正常运行。
最后，定期的系统测试和验证是确保系统可靠度的重要手段。
通过对核反应堆安全控制系统进行全面的功能测试和性能验证，可以发现潜在的问题和隐患，并及时进行修复和改进。
模块式小型堆反应堆保护系统设计
科技・ 探索・ 争呜
能． 也包含有关的手动控制功能。其中的 自动控制功能在反应堆 的各 在系统设计 上 ． 针对小堆 自身特点 ． 考虑在 Ａ Ｐ １ ０ ０ ０的基础 上进 种＿ 丁况条件下为反应堆提供保护和监测 功能。在某些工况下 ， 当某些 行保 护系统 的设计 ， 主要 涉及保护参数 的选取 、 保 护系统结构的设计 ， 保护参数不具备投入条件时 ， 设计有运行旁通 功能。 同时 ， 按 照标准规 保护逻辑的设 计 、 系统接 口设计等 考 虑到模块式小型堆堆型较小 相 范的要求 ． 为每一个安全动作设计直接的手动操作装置从而提供手 动 对于 Ａ Ｐ Ｉ Ｏ ０ ０的系统设计 ． 模块式小 型堆 的 自动卸压 系统 由四级卸压 改为 了三级卸压 ． 并取消了对应的卸压阀和隔离阀的设置 。在停堆逻 控 制 的 能力 。 辑的设计上 ． 对 ＡＰ １ ０ ０ ０三代核 电技术 的反 应堆保护 系统 中停堆逻辑 进行 了改进 ． 进一步完善了系统设计 。 ２ 技 术 特 点
模 块式 小型堆 的设计 以现有压水堆技术为 基础 ． 满 足现行有效 的 核安全法规及导则的要求 ． 同时参照 国际原子能机构所颁 布的有效安 全标准的要求 ． 具备 严重事故 预防与缓解措施 ； 同时吸收福 岛核 电站 事故的经验反馈 ． 考虑应对福 岛核 电站事故 的相关改进和措施。 综合对国内 Ｍ ３ １ ０ 堆型以及 Ａ Ｐ Ｉ Ｏ ０ ０ 保护 与安全 监测 系统的设计 总结和 比较 ． 得 出以下结论 ： Ｍ ３ １ ０ 堆 型保护 系统设计结构 严谨 、 可靠 ， 但是其系统 结构与采用第 ３ 代 核电技术 的模 块式小型堆堆型 的工艺 系统不宜匹配 ： Ａ Ｐ Ｉ Ｏ ０ ０是三代非能动 电厂 的典 型代 表 ， 其保护系统结 合 了所采用 的 ＤＣ Ｓ平 台的特点 ．在保护系统 的结构和设计 上有较大 变化 它们有各 自的特点 ． 考虑到模块式小 型堆的堆型新增了三代核 电厂的功能要求 。 所以在设计 上更多的借鉴于 Ａ Ｐ Ｉ Ｏ ０ ０ 。
反应堆保护系统
系统 参数传感器信号模拟处理 信号 逻辑处理执行机构 原动 从动 机构 机构§ 164 反应堆保护系统（RPR一、 系统功能反应堆保护系统（RPR 是指由所有电器件、机械器件和线路（从传感器一直到执行机构的输入 端）组成的产生保护信号 的系统，它必须满足以下要求：（1） 能自动触发有关的系统（需要时包括停堆系统）动作，以保证发生预计运行事件时，核 电厂的主要参数不超过规定的限值；（2） 能检测事故工况并触发为减轻这些事故工况后果所需的系统动作； （3） 能抑制控制系统的不安全动作。
图（1）示出反应堆保护系统（RPR 在整个反应堆安全系统的位置。
反应堆安全系统（紧急停堆系统工程安全设施系统）图（1）反应堆安全系统组成图RPR 系统与全体保护仪表组件的联系可分为 热工仪表和核仪表 两部分，这些仪表组件从 模拟测量中触发逻辑信号，因此，RPR 系统的上游端与以下主要系统相连：表（1） RPR 系统与保护仪表组件的联系系 统仪 表RCP 反应堆冷却剂系统 热工仪表 VVP 主蒸汽系统 热工仪表 ARE 给水流量调节系统 热工仪表 GRE 汽机热工仪表 GSE 汽机保护系统 热工仪表 ETY 安全壳空气监测系统 热工仪表 PTR 乏燃料池冷却和处理系统 热工仪表 RPN 核仪表系统核仪表RPN 系统的下游端与给出停堆或保护动作安全命令的传递系统相连，安全命令的种类有: 停闭反应堆停闭反应堆冷却剂泵跳闸 汽机脱扣保护信号蒸汽管隔离安全壳隔离状态A , B保护系统保护执行系统SIP 与 RPN 执行机构RPR 传感器 与系统 的连接 设备控制装置设备与系统连 接设备系统安全注射安全壳喷淋给水隔离辅助给水启动柴油发电机组启动表(2) RPR系统与执行系统的联系系统(执行机构)APA 电动主给水泵系统APG 蒸汽发生器排污系统ARE 给水流量控制系统ASG 辅助给水系统DEG 核岛冷冻水系统DVK 燃料厂房通风系统DVW安全壳环廊通风系统EAS 安全壳喷淋系统EPP 安全壳泄漏监测系统ETY 安全壳内大气监测系统GCT蒸汽旁路排放系统LHA B 6.0千伏应急配电系统A，BRAZ 核岛氮气分配系统RCP 反应堆冷却剂系统RCV化学和容积控制系统REA 硼和水的补给系统REN 核仪表系统RGL 控制棒系统RIC 堆内仪表系统RPE 排气和疏水系统RPN 核仪表系统RRI 设备冷却水系统SAR 仪表用压缩空气分配系统SEC 重要厂用水系统VVP 主蒸汽系统保护系统的安全作用是：在下面两种情况下：1、当控制系统失效而导致产生错误指令时2、在异常的事件情况下，包括故障(incidents) 和事故(accidents )状态保护三大核安全屏障(即燃料包壳、一回路压力边界和安全壳)的完整性，当运行参数达到危及三大屏障完整性的阈值时，紧急停闭反应堆和启动专设安全设施。
反应堆安全系统设计准则
大家好！今天我给大家介绍一下反应堆保护系统的设计准则！反应堆保护系统的设计准则主要包括以下五点：一．单一故障准则单一故障准则是指某设备组合(某系统)在其任何部位发生可信的单一随机故障时仍能执行其正常功能,即系统内的单一故障不会妨碍系统完成要求的保护功能，也不会给出虚假的（误动）保护动作信号。
由单一故障引起的所有继发性故障均应视为单一故障不可分割的组成部分。
在单一故障分析中，不考虑发生一个以上的随机故障。
二．冗余性和独立性为了提高反应堆的安全性，设计中采用了冗余技术，使反应堆保护系统具有足够的冗余度，保证不会因为单一故障而失去保护功能。
它包括监测通道的冗余、安全逻辑装置的冗余和整个系统的冗余，在保护系统中广泛采用二重、三重和四重通道以及三取二（2/3）、四取二（2/4）等逻辑符合电路等。
独立性包括电气隔离和实体隔离，前者是指信号的传输需要隔离，后者是指A、B两列分装在两个彼此隔离的房间。
独立性是采用冗余技术的前提，是克服由单一故障引起的继发性故障、实现在线检修和维修的重要措施。
三．多样性多样性包括功能多样性和设备多样性。
对要测量的参数尽量采用不同的物理效应或不同的变量来监测。
在某些条件下可用不同类型的设备来测量同一物理量，以便克服共模故障。
多样性设计在保护系统中得到了充分体现。
如为了监测冷却剂流量，采用了监测主泵断路器、冷却剂流量、主泵转速等变量的手段。
四．符合逻辑在设计过程中，必须使保护系统满足可靠性和安全性这两方面的要求，增加可靠性或减少安全故障后果的一个重要方法是采用符合逻辑，在保护系统动作之前必须有两个或两个以上的冗余信号相符合，以防止误触发保护系统动作。
采用符合逻辑后也便于对保护系统进行在线测试。
在这种情况下，通道或装置可断开进行测试而不需要用跨接线进行短接。
而通道的可试验能力又增加了系统的安全性,但是，如果不进行试验，则符合逻辑降低了系统的安全性。
五．故障安全准则故障安全准则是指在某个系统中发生任何故障时仍能使该系统保持在安全状态的设计准则（此准则不适用于专设安全设施系统）。
模块式小型堆反应堆保护系统设计
作者简介院冯威渊1982要冤袁男袁汉族袁四川成都人袁工程师袁从事核电站仪控设计工作遥
256 科技视界 Science & Technology Vision 图 1 保护系统结构
Science & Technology Vision
科技视界
能袁也包含有关的手动控制功能遥 其中的自动控制功能在反应堆的各 种工况条件下为反应堆提供保护和监测功能遥 在某些工况下袁当某些 保护参数不具备投入条件时袁设计有运行旁通功能遥 同时袁按照标准规 范的要求袁为每一个安全动作设计直接的手动操作装置从而提供手动
3 总结
模块式小型堆反应堆保护系统设计充分利用了数字化技术所带 来的优势袁提高了整个电厂的安全性和经济性袁达到了三代核能系统 的安全要求袁并为我国数字化核电技术的发展打下了坚实的基础遥
揖参考文献铱 咱员暂IEEE 603. IEEE Standard Criteria for Safety Systems for Nuclear Power Generating Stations [S]. 1998.
. Al汇之l报袁即院R图我i书们g馆将h不要t去买s问什R教么e师和s们不e需买r要什v什么ed么曰我.图们书为和什期么刊将袁要而买是什直么接和向为教什师么们
不买什么遥 这种形式更容易刺激教师去认真考虑自己的意见和建议袁 获得的反馈会更为实用遥 3.4 电子期刊与纸质期刊整合问题
目前读者主要是通过两种独立的渠道来利用期刊:对于印本期刊, 读者是通过 OPAC 系统来获取相关信息或者到现刊/过刊阅览室去浏 览曰对于电子期刊,则利用电子期刊服务系统去查找或浏览遥 这样的服
专设安全设施的逻辑处理也在四个序列中实 现遥 在每个序列内袁对来自四个序列的野局部脱扣冶信 号进行 2/4 逻辑处理后产生一个系统级的专设安全 设施驱动信号遥 这个信号被送往优先级逻辑处理模 块进行优先级处理后再输出到对应的被驱动设备遥
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浅谈反应堆保护系统设计
摘要为了科学利用核能，保障核电站的运行安全，确保其可靠性和安全性，在进行保护控制系统设计时，应充分考虑其发生故障的可能性。
本文介绍了核电站数字化控制系统的保护系统的设计原则，并对其典型设计进行了分析研究。
关键词核能；数字化控制系统；保护系统；可靠性
前言
核能是一种稳定的清洁能源，使用核能发电至今已有近70年的历史。
然而，自日本福岛核事故发生以来，世界范围内核电项目受到了严重打击，中国政府立即暂停了已开工的核电项目，并对新上核电项目进行严格审批，直到近年才陆续重新开工。
如何确保核电站的运行安全，如何使用好核能这把双刃剑，已成为决定整个核电行业发展的重中之重。
随着微处理技术的发展，数字化控制系统已取代了传统模拟控制和保护系统，本文主要介绍了数字化控制系统中反应堆保护相关系统的架构与设计原则。
1 系统组成
1.1 核电站的基本构成
核电站是用核能生产电能的电厂，从生产角度上讲，核电站分为两大部分，一部分是通过核能放热产生蒸汽，称之为核岛；另一部分与常规电厂相同，利用蒸汽生产电能，称之为常规岛。
核岛系统由反应堆、主泵、稳压器、蒸汽发生器和相应管道组成，反应堆外壳是一个耐高压容器，主要用于将全部核放射限制在其范围之内、防止飞机撞击等事件，是放射物质与环境之间的第三道屏障。
但是，当反应堆出现异常时，如果不能及时调整或停止其核反应，堆芯温度将不断上升，进而导致核岛内压力不断升高，当压力高到容器无法承受时，最终会发生放射性物质外泄。
1.2 反应堆保护系统
（1）概述
反应堆保护系统的作用就是保护三大核安全屏障（即燃料包壳、一回路压力边界和安全壳）的完整性[1]。
当核电站的某些设备发生故障时，通过设置在核电站各个设备、管道的压力、温度、流量传感器参数也会发生变化，当这种参数变化达到危及三大屏障完整性的阈值时，紧急停闭反应堆，必要时启动专设安全设施，通过淋水等方式进一步降低温度，保障公众生命财产安全。
（2）系统组成
核电站数字化控制系统主要由反应堆控制系统（标准DCS）和反应堆保护系统（RPS）等构成。
为确保核电站不发生核泄漏事故，反应堆保护系统扮演了关键角色，其系统组成主要分为紧急停堆系统（RTS）和专设安全设施驱动系统。
核电站的数字化控制系统建设是一个系统工程，反应堆保护系统（RPS）是广义的反应堆保护系统的一部分，在它之外，还有着许多执行专门功能的被控系统，例如通过分布于反应堆压力容器外的一系列中子探测器进行测量的核仪表系统（RPN）和测量堆芯温度、中子注量率、压力容器水位的堆芯测量系统（RIC）。
在核电站运行发电的时候，数字化控制系统通过这些系统反馈的参数来监视反应堆的运转情况，并通过控制相关的泵、阀等执行机构来调整反应堆的运行状态。
2 设计原则
在核电站的运行过程中，按照其各种瞬时状态、发生事故的频率以及对公众的放射性影响将事件分成四类：工况I——正常运行和正常运行瞬态、工况II——中等频率故障、工况III——稀有事故、工况IV——极限事故。
保护系统正是针对II、III、IV类工况设计的，考虑到设备存在失效的可能，为了最大限度提高其可靠性，在进行保护系统设计时，需符合以下准则：
单一故障准则：任何部位发生单一故障或单次事件引起的任何故障，保护系统仍能正常执行其功能。
冗余性和独立性：在设计上需广泛采用冗余設计，如保护系统在执行某一功能时，使用多个相同的设备来确保其一定会按要求执行其功能，同时为了避免这些设备发生共模故障、实现在线检验和维修，要求设计时在电气和结构上应相互独立。
多样性：在执行功能或采集数据时，应尽量采用不同的方式进行，在功能和设备上均有多样性，以克服共模故障[2]。
故障安全：在系统发生任何故障时，其导致的结果对于核电站而言属于安全状态。
逻辑符合：在采用保护动作前，必须有两个或两个以上的冗余信号相符合，增加可靠性。
可试验性和可维修性：保护系统的冗余设计使得整个系统的可靠性到了很高的程度，即发生一些故障后整个系统仍能正常工作，为了防止故障积累导致全系统故障，需通过定期试验发现和修理系统中故障的部分。
3 典型设计
反应堆保护系统结构复杂，涉及的设备数量庞大，现以某核电站蒸汽发生器内液位测量为例，介绍其数字化控制系统的典型设计。
某核电站共有三个蒸汽发生器，需实时监测这三个蒸汽发生器内的液位高度，在其过高或过低时，代表反应堆内相关设备或管道发生故障，应进行停堆。
设计时，为每一个蒸汽发生器配置了四个液位传感器，在可能的情况下，这四个传感器应使用不同的物理效应进行测量。
使用数字化控制系统四个不同的通道分别对其进行实时模拟量采集，采集的结果在核电站主控室显示并记录。
同时，针对每个传感器设置高、低两个阈值，当液位过高和过低时，发出信号，当四个传感器中的两个同时出现异常，且符合其它逻辑时，启动反应堆停堆断路器进行紧急停堆。
4 结束语
在福岛事件后，公众对核电存在一定的误解和偏见，在核电站建设过程中，很大一部分建设成本用于确保核电站的运行安全。
纵观整个核电站的生命周期，对于每一个系统的设计、采购、制造、安装、调试、运行，核电人投入了大量精力保证其设计完善、质量可控，将风险降低至最低。
本文旨在由反应堆保护系统设计的角度，简要介绍了其设计原理与典型设计实施方式，解释为什么核电站是安全的，提高公众对核电的信心。
参考文献
[1] 广东核电培训中心.900MW压水堆核电厂系统与设备[M].北京：原子能出版社，2007：179.
[2] 梁中起.核电厂保护系统多样性设计应用研究[J].自动化博览，2015，（12）：80-81.
王鹤云，现就职单位：中国核电工程有限公司，研究方向：从事DCS采购工作。